Контрольная работа по «Основам радиационной безопасности»

Сущность метода защиты экранировкой состоит в прохождении  узкого пучка фотонов через слой вещества определенной толщиной. Из-за поглощения и рассеяния фотонов атомами вещества интенсивность излучения убывает по экспоненциальному закону. Поскольку доза излучения прямо пропорциональна интенсивности, то ослабление дозы излучения подчиняется тому же закону.

Часто в расчетах используют толщины, за которыми доза излучения уменьшается в два  или десять раз. Эти толщины называют соответственно слоем половинного ослабления dl/2 и слоем десятикратного ослабления dl/lQ.

На практике при рассмотрении прохождения фотонного  излучения через защитный экран создается широкий пучок излучения, т. е. пучок фотонов, в котором в отличие от узкого пучка нельзя пренебречь рассеянным излучением. В широком пучке за счет многократных отклонений рассеянные фотоны могут попасть на измерительный прибор или объект облучения.

Очевидно, из-за вклада рассеянного излучения интенсивность (или доза излучения) широкого пучка, прошедшего защитный экран, будет больше интенсивности (или дозы излучения) узкого пучка фотонов той же энергии, прошедших сквозь тот же защитный экран. Различие между интенсивностью (или дозой излучения) узкого и широкого пучков принято учитывать с помощью фактора накопления. Фактором накопления называется коэффициент, который показывает, во сколько раз в широком пучке интенсивность (или доза) за защитой больше, чем в узком пучке.

Расчет факторов накопления представляет собой сложнейшую математическую задачу, поскольку в общем случае фактор накопления есть функция энергии фотонов, атомного номера и толщины защитного материала, взаимного расположения источника и детектора, геометрии и компоновки защиты.

Защита от ионизирующих излучений может осуществляться путем использования следующих принципов:

использование источников с минимальным излучением путем 
перехода на менее активные источники, уменьшение количества изотопа;

сокращение  времени работы с источником ионизирующего  излучения;

отдаление рабочего места от источника ионизирующего  излучения;

экранирование источника ионизирующего излучения. 
Экраны могут быть передвижные или стационарные, предназначенные для поглощения или ослабления ионизирующего излучения. Экранами могут служить стенки контейнеров для перевозки радиоактивных изотопов, стенки сейфов для их хранения.

Альфа-частицы  экранируются слоем воздуха толщиной несколько сантиметров, слоем стекла толщиной несколько миллиметров. Однако, работая с альфа-активными изотопами, необходимо также защищаться и от бета- и гамма-излучения.

С целью защиты от бета-излучения используются материалы  с малой атомной массой. Для  этого используют комбинированные  экраны, в которых со стороны источника  располагается материал с малой  атомной массой толщиной, которая равна длине пробега бета-частиц, а за ним — с большей массой.

С целью защиты от рентгеновского и гамма-излучения  применяются материалы с большой  атомной массой и с высокой  плотностью (свинец, вольфрам).

Для защиты от нейтронного  излучения используют материалы, которые содержат водород (вода, парафин), а также бор, бериллий, кадмий, графит. Учитывая то, что нейтронные потоки сопровождаются гамма-излучением, следует использовать комбинированную защиту в виде слоистых экранов из тяжелых и легких материалов (свинец-полиэтилен).

Действенным защитным средством является использование  дистанционного управления, манипуляторов, роботизированных комплексов.

В зависимости  от характера выполняемых работ  выбирают средства индивидуальной защиты: халаты и шапочки из хлопковой ткани, защитные передники, резиновые рукавицы, щитки, средства защиты органов дыхания (респиратор „Лепесток"), комбинезоны, пневмокостюмы, резиновые сапоги.

Действенной мерой  обеспечения радиационной безопасности является дозиметрический контроль по уровням облучения персонала и по уровню радиации в окружающей среде.

Оценка радиационного  состояния осуществляется при помощи приборов, принцип действия которых базируется на следующих методах:

ионизационный (измерение степени ионизации  среды);

сцинтилляционный (измерение интенсивности световых вспышек, возникающих в веществах, которые люминесцируют при прохождении через них ионизирующих излучений);

фотографический (измерение оптической плотности  почернения 
фотопластинки под действием излучения);

калориметрические методы (измерение количества тепла, которое 
выделяется в поглощающем веществе).

 

6. Принцип действия ядерного реактора с точки зрения протекания ядерной реакции. Схема урано - графитового реактора

 

ЯДЕРНЫЙ РЕАКТОР - содержащая ядерное горючее установка, в которой осуществляется управляемая ядерная цепная реакция деления. Первый ЯРбыл построен в 1942 в Чикаго (США) под руководством Э. Ферми (Е. Fermi).

По своему назначению ЯР - подразделяются на несколько групп; 1) энергетические реакторы, в которых энергия, выделяющаяся при делении ядер горючего, используется для выработки электроэнергии, а также для др. промышленных и бытовых нужд (Я. р. для АЭС, транспортные Я. р. для морского флота и др.); 2) экспериментальные, или опытные, реакторы, служащие для проведения экспериментов в области физики и техники реакторов; 3) исследовательские реакторы, в к-рых возникающее излучение используется для научных и прикладных исследований в области ядерной физики, физики твёрдого тела, биофизики, химии и др.; 4) промышленные, или изотопные, реакторы, используемые для наработки (накопления) искусств. изотопов. В многоцелевых ЯР. могут совмещаться различные по назначению функции.

Принципиальная  схема ЯР приведена на рис. 1. Основная часть ЯР - активная зона, где сосредоточено ядерное горючее, протекает цепная реакция деления и выделяется энергия. Активная зона имеет обычно цилиндрическую конфигурацию, объём её в зависимости от назначения и возможностей конструктивного воплощения - от долей литра до многих кубометров. Количество горючего, необходимое для поддержания управляемой цепной реакции,- критическая масса - от сотен грамм до нескольких тонн. При загрузке Я. р. ядерное горючее превышает критическую массу на величину, соответствующую запасу на выгорание. Ядерное горючее размещается, как правило, внутри тепловыделяющих элементов (ТВЭЛов), количество которых в активной зоне может достигать многих десятков тысяч. В конце срока службы (кампании) - многие месяцы или годы - ТВЭЛы полностью или частично извлекаются и заменяются новыми. Для удобства загрузки ТВЭЛы собираются по несколько десятков или сотен штук в отдельные пакеты - тепловыделяющие сборки (ТВС).

 

 

 

 

 

 

Рис. 1. Схема  ядерного реактора.

Через активную зону прокачивается теплоноситель, который омывает ТВЭЛы и уносит выделяющееся в них тепло. Наличие теплоносителя в активной зоне, а также большого количества конструкционных материалов в условиях разветвлённой теплопередающей поверхности не препятствует протеканию цепной реакции. Это существенно облегчает технические проблемы теплосъёма по сравнению, например, с реакторами синтеза, где внесение посторонних веществ в зону протекания ядерной реакции недопустимо.

Для выработки  электроэнергии в АЭС применяются  турбогенераторы. В одноконтурных ЯР при прокачивании водяного теплоносителя через активную зону образуется слаборадиоактивный пар, который затем поступает на турбину. Для того чтобы ограничить возможность распространения радиоактивности, используется двухконтурная система теплопередачи. В ней теплоноситель, циркулируя по замкнутому первичному контуру, отдаёт тепло для выработки пара во вторичный нерадиоактивный контур. В реакторах с жидкометаллическом натриевым теплоносителем для большей гарантии безопасности применяется трёхконтурная система теплопередачи. Плотность тепловыделения в энергетических ЯР достигает сотен кВт на литр активной зоны.

В состав активной зоны многих ЯР входит замедлитель - вещество с малым атомным весом, которое служит для снижения первонач. энергии нейтронов деления (быстрых нейтронов) за счёт их упругого рассеяния. В результате многократных соударений с ядрами замедлителя нейтроны теряют свою энергию, пока не войдут в тепловое равновесие со средой. Энергетическое распределение таких нейтронов близко к максвелловскому с максимумом при комнатной температуре около 0,025 эВ. В активной зоне ЯР. размещаются также подвижные стержни или кассеты с интенсивно поглощающим нейтроны веществом (В, Cd, Eu), предназначенные для регулирования цепной реакции деления.

Активная зона окружена отражателем, снижающим утечку нейтронов наружу и соответственно позволяющим уменьшить величину критической массы. Материал отражателя обычно тот же самый замедлитель. В случае реактора-размножителя в отражателе помещается обеднённый или природный Уран и, как и в активной зоне, происходит накопление 239Рu.

Вокруг отражателя размещается радиационно-биологическая защита, состоящая из бетона и др. материалов, предназначенная для снижения интенсивности ядерного излучения снаружи до допустимого уровня. Радиоактивный первичный контур теплоносителя также размещается внутри бетонной защиты.

По спектру  нейтронов ЯР подразделяются на быстрые (без замедлителя), в которых деление происходит на быстрых нейтронах (со средней энергией порядка сотен кэВ); тепловые (с достаточным количеством замедлителя), в к которых деление ядер происходит на тепловых нейтронах; промежуточные (с относительно небольшим количеством замедлителя), в которы деление осуществляется на частично замедленных нейтронах - промежуточных или резонансных. По виду используемого ядерного горючего ЯР подразделяются на урановые и плутониевые; по виду замедлителя - на водяные (обычная вода), тяжеловодные, графитовые; по виду теплоносителя - на водяные, натриевые (жидкий натрий), газовые (углекислый газ, гелий).

Реактор Большой  Мощности Канальный (РБМК) — серия энергетических ядерных реакторов, разработанных в Советском Союзе. Данный реактор — канальный, уран-графитовый (графито-водный по замедлителю), кипящего типа, на тепловых нейтронах; предназначен для выработки насыщенного пара давлением 70 кг/см. Теплоноситель — кипящая вода.

На данный момент серия  этих реакторов включает в себя три  поколения.Головной реактор серии — 1-й и 2-й блоки Ленинградской АЭС.

– по своим габаритам  РБМК существенно больше корпусных, но зато они набираются повторением одинаковых элементов сравнительно небольших размеров, что позволяет легко наладить их массовое производство.  
 
РБМК – одноконтурные, теплоносителем служит обессоленная обычная вода, которая подводится снизу к каждому технологическому каналу. Поднимаясь вверх и омывая ТВЭЛы, она перегревается и частично испаряется. Отвод пароводяной смеси из верхней части технологических каналов к сепараторам осуществляется по индивидуальным трубопроводам.

 

 

 

 

 

Принципиальная  схема АЭС с РБМК-1000:

1. реактор;
2. барабан-сепаратор;
3. турбогенератор;
4. ГЦН;
5. потребитель тепла,
6. воздушно-конденсационная установка (градирня)

Очищенный в  сепараторе от радиоактивных продуктов  сухой пар поступает по трубопроводам  к турбинам. Конденсат отработавшего  в турбине пара через сепаратор вновь возвращается в реактор. Давление пара на выходе из реактора 6,5 MПa, а температура 280 ºС.  
Основным достоинством реакторов типа РБМК является отсутствие трудоемкого в изготовлении прочного корпуса, а также сложного и дорогостоящего парогенератора. Возможность проведения поканального контроля режима работы и состояния ТВЭЛов, позволяет осуществлять отключение канала и замену ТВС, т.е. проводить перегрузку топлива без остановки реактора. Используется менее обогащенное топливо.  
Вместе с тем, реакторы РБМК требуют более высокой квалификации и большей предосторожности при эксплуатации, в частности:  
возможен рост реактивности при нарушении циркуляции теплоносителя через активную зону;  
при срабатывании аварийной защиты замедляется спад тепловой мощности из-за большой аккумуляции тепловой энергии в графитовой кладке и металлоконструкциях активной зоны;  
при аварийном разрыве трубопровода замедляется темп падения давления теплоносителя из-за большого парового объема в контуре охлаждения.  
После аварии на ЧАЭС приняты необходимые меры по повышению надежности и безопасности уже действующих установок:  
увеличено количество регулирующих стержней с 30 до 70-80, которые поглощают нейтроны, что существенно снижает реактивность реактора при увеличении паросодержания;  
установлены дополнительные сигнализаторы режима работы главных циркуляционных насосов;  
автоматизированы системы расчета запаса реактивности и аварийной остановки реактора и др.

 

 

 

 

 

 

 

Общий вид реактора РБМК-1000:

1. активная зона (графитовая вкладка);
2. индивидуальные водяные трубопроводы;
3. напорный коллектор;
4. главный циркуляционный насос;
5. боковая биологическая защита;
6. барабан-сепаратор;
7. индивидуальные пароводяные трубопроводы;
8. система управления и защиты (СУЗ);
9. разгрузочно-загрузочная машина

 

 

 

 

СПИСОК ИСПОЛЬЗУЕМОЙ ЛИТЕРАТУРЫ

 

1. Безопасность жизнедеятельности/ Под ред. С. В. Белова.- 3-е изд., перераб.- М.: Высш. шк., 2001.-485с.
2. Гражданская оборона/ Под ред. П. Г. Якубовского.- 5-е изд., испр.- М.: Просвещение, 1972.-224c.
3. Радиация. Дозы, эффекты, риск: Пер. с англ.- М.: Мир,-79c., ил.
4. Машкович В.П., Панченко А.М. Основы радиационной безопасности. Для студентов вузов. М.: Энергоатомиздат, 1990.
5. Кеирим-Маркус И.Б. Эквидозиметрия. М.: Атомиздат, 1980.
6. Иванов В.И. Курс дозиметрии. Для студентов вузов. М.: Энергоатомиздат, 1988.
7. Л. А. Перцов. Ионизирующее излучение биосферы. М.: Атомиздат, 1973, С. 292.
8. Н. С. Бабаев, В. Ф. Демин, Л. А. Ильин и др. Ядерная энергетика, человек и окружающая среда. Под ред. акад. А.П. Александрова.М.: Энергоиздат, 1981, С. 296.
9. Н. А. Титаева. Ядерная геохимия. М.: Изд. МГУ, 1992, С. 272.